Aldebaran bulletin

Týdeník věnovaný aktualitám a novinkám z fyziky a astronomie.
Vydavatel: AGA (Aldebaran Group for Astrophysics)
Číslo 47 (vyšlo 29. listopadu, ročník 17 (2019)
© Copyright Aldebaran Group for Astrophysics
Publikování nebo šíření obsahu je zakázáno.
ISSN: 1214-1674,
Email: bulletin@aldebaran.cz

Hledej

Plzeňský superkanón cílí do budoucnosti světové energetiky

David Zoul, Markéta Koplová

Když se řekne Helča, možná si někdo vybaví kudrnatou kamarádku z dětství. Avšak HELCZAHELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu., o níž si přečtete v dnešním bulletinu mnoho zajímavostí, je unikátní projekt elektronového děla, kterým se může pyšnit špičkové pracoviště v Plzni. Na této nově vzniklé vědecké základně pracují týmy odborníků na důležitých výzkumných a vývojových projektech pro stávající a nové jaderné technologie.

Schéma zařízení HELCZA

Obr. 1: Schéma zařízení HELCZA. Zdroj: [1], [2].

Tokamak – TOroidnaja KAmera s MAgnitnymi Katuškami, jedná se o obří transformátor, jehož sekundární obvod je tvořen velmi horkým ionizovaným plynem – plazmatem. Plazma je drženo v pracovním prostoru toroidálního tvaru. Zařízení je používáno k udržení plazmatu pro termojadernou fúzi. Princip tokamaku navrhl v letech 1950 až 1952 Andrej Sacharov v bývalém Sovětském svazu. Největší tokamak je budován v jižní Francii pod hradem Cadarache, průměr komory bude mít 6 metrů, se spuštěním se počítá po roce 2020.

ITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny.

HELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu.

Divertor – zařízení pro průběžné odstraňování nečistot vznikajících v plazmatu během činnosti tokamaku, zejména těžkých iontů, které snižují teplotu plazmatu a při střetu s primární stěnou reaktoru způsobují její aktivaci a tepelnou i radiační degradaci. Ionty jsou magneticky svedeny na divertor vytvořením malé „trhliny“ v magnetickém poli (tzv. separatrix), kudy mohou ionty unikat ven z plazmatu.

Hypervapotron – zařízení sloužící ke chlazení součástek, které jsou zatíženy vysokým tepelným tokem. Teplo ze součástky odvádějí odpařující se vodní molekuly. Tato technologie se původně využívala při chlazení elektronek.

Pyrometr – přístroj k bezdotykovému měření povrchové teploty. Určuje teplotu měřeného tělesa z tepelného záření. Měří se jím převážně teploty v rozsahu −50 °C až +3500 °C.

Základní údaje

Projekt ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny., čili výstavba a provoz největšího experimentálního tokamakuTokamak – TOroidnaja KAmera s MAgnitnymi Katuškami, jedná se o obří transformátor, jehož sekundární obvod je tvořen velmi horkým ionizovaným plynem – plazmatem. Plazma je drženo v pracovním prostoru toroidálního tvaru. Zařízení je používáno k udržení plazmatu pro termojadernou fúzi. Princip tokamaku navrhl v letech 1950 až 1952 Andrej Sacharov v bývalém Sovětském svazu. Největší tokamak je budován v jižní Francii pod hradem Cadarache, průměr komory bude mít 6 metrů, se spuštěním se počítá po roce 2020. světa, má za účel demonstrovat proveditelnost fúzního reaktoru coby stabilního a spolehlivého zdroje čisté energie. Po prvních testech některých základních parametrů při sníženém výkonu budou následovat přípravy ITER k dosažení plného výkonu. Vnitřní stěny vakuové komory budou stíněny tzv. primární stěnouPrimární stěna – FW, First Wall. Stěna fúzního reaktoru, například u tokamaku ITER je z mědi. tvořenou panely, jež budou vystaveny vysokému tepelnému toku z plazmatuPlazma – kvazineutrální soubor nabitých a neutrálních částic, který vykazuje kolektivní chování. Lidsky to znamená, že se v dané látce nachází alespoň malé množství elektricky nabitých částic, které jsou v celém objemu elektricky neutrální a jsou schopny reagovat na elektrická a magnetická pole jako celek. Plazma vzniká odtržením elektronů z elektrického obalu atomárního plynu nebo ionizací molekul. S plazmatem se můžeme setkat v elektrických výbojích (blesky, jiskry, zářivky), v polárních zářích, ve hvězdách, ve slunečním větru a v mlhovinách. Přes 99 % atomární látky ve vesmíru je v plazmatickém skupenství.. Tyto komplexy panelů musí být testovány ve velmi náročném prostředí a je třeba jejich vlastnosti pečlivě studovat ještě před integrací do reaktoru.

To je jedním z hlavních cílů technologie PFWPFW – Primary First Wall, vrstva panelů chránící primární stěnu fúzního reaktoru. U tokamaku ITER jde o blok beryliových dlaždic připojený k hypervapotronu. projektu SUSENSUSEN – SUStainable ENergy, evropský projekt Udržitelná energetika, ze kterého byla financována výstavba nových špičkových technologií v rámci Centra výzkumu Řež, s. r. o., mezi kolektivem spíše známé pod názvem HELCZAHELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu., provozované v Plzni společností Centrum výzkumu Řež, s. r. o.CVŘ – Centrum Výzkumu Řež, s. r. o., dceřiná společnost Ústavu jaderného výzkumu, a. s., sídlící společně ve stejném areálu nedaleko Prahy (s detašovanými pracovišti v Plzni a v Brně). – viz obrázek 2. Zařízení je schopno testovat různé materiály vystavené vysokému tepelnému toku, který je vytvářen ostřelováním povrchu materiálu svazkem elektronů o maximální energii 55 keVElektronvolt – jednotka energie. Jde o energii, kterou získá elektron urychlením v potenciálovém rozdílu jeden volt, 1 eV = 1,6×10−19 J. V jaderné fyzice se používají spíše větší násobky této jednotky, kiloelektronvolt keV (103 eV), megaelektronvolt MeV (106 eV), gigaelektronvolt GeV (109 eV), teraelektronvolt TeV (1012 eV) nebo petaelektronvolt PeV (1015 eV). V těchto jednotkách se také vyjadřuje hmotnost (E=mc2) a teplota (E=kBT). Jeden elektronvolt odpovídá teplotě přibližně 11 600 K. a maximálním výkonu 800 kW. V posledních letech bylo dosaženo významných milníků pro uvedení zařízení do provozu. Nejprve byly provedeny testy systému, aby se zajistilo, že všechny pomocné chladicí okruhy a dílčí komponenty jsou plně funkční. Následovaly testy diagnostiky a kontroly kvality elektronového paprsku. Zařízení HELCZAHELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu. je ovládáno z velína umístěného nad halou technologie. Stěna obsahující patnáct LCDLCD – Liquid Crystal Display. Jde o displej využívající k modifikaci světelného signálu tekuté krystaly. Ty samy nemohou světlo generovat, ale pouze ovlivnit. Tekuté krystaly jsou formou látky, která má jak vlastnosti kapaliny, tak pevné krystalické látky. monitorů zobrazuje výstupy z diagnostických přístrojů – viz obrázek 3.

Jednotlivé části zařízení HELCZA

Obr. 2: Kontrolované pásmo se zařízením HELCZA (nahoře vlevo), detail elektro­nového děla o výkonu 800 kW (nahoře vpravo), boční a čelní pohled na otevřenou vakuovou komoru (dole). Zdroj: [1].

Velín zařízení HELCZA

Obr. 3: Centrální velín. Zdroj [5].

Panely primární stěny tokamaku ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny. jsou přímo vystaveny termonukleárnímu plazmatu a musí odvádět tepelnou zátěž přibližně od 2 MW/m2 (normální tepelný tok) až po 4,7 MW/m2 (špičkový tepelný tok). Panely musí být před jejich instalací do reaktoru ITER testovány na odolnost proti tomuto tepelnému toku.

Na malé ploše je možné dosáhnout plošného výkonu v řádu GW/m2. Celková dostupná testovací plocha v zařízení HELCZAHELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu. je asi 4 m2 v závislosti na experimentálním nastavení. Zařízení pracuje s teplotou chladicí vody v rozsahu teplot 25 °C až 320 °C, a v rozsahu tlaku do 15 MPa. Chladicí systém zajišťuje optimální průtok až 40 m3/h nezávisle na tlaku. Ostatní chladicí parametry lze dosáhnout za specifických podmínek při hmotnostním průtoku 15 kg/s při tlaku 5 MPa.

Další technické parametry komplexu HELCZA
maximální frekvence rozmítání paprsků 20 kHz
maximální úhel paprsku od osy elektronového děla 40°
jmenovitá hustota výkonu do 40 MW/m2
maximální hustota výkonu 40 GW/m2
vzdálenost makety od výstupního otvoru elektronového paprsku 0,1–2 m
vzdálenost FWPrimární stěna – FW, First Wall. Stěna fúzního reaktoru, například u tokamaku ITER je z mědi.  komponent od vstupního otvoru el. paprsku 1,9 m
vnitřní průměr vakuové komory 2,45 m
maximální hmotnost vzorku 1 000 kg
maximální předehřívací výkon chladicí vody 200 kW

Testují se tři typy maket: 1) maketa primární stěny sestávající z chlazené měděné desky napodobující část modulu skutečné primární stěny ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny., 2) maketa divertoruDivertor – zařízení pro průběžné odstraňování nečistot vznikajících v plazmatu během činnosti tokamaku, zejména těžkých iontů, které snižují teplotu plazmatu a při střetu s primární stěnou reaktoru způsobují její aktivaci a tepelnou i radiační degradaci. Ionty jsou magneticky svedeny na divertor vytvořením malé „trhliny“ v magnetickém poli (tzv. separatrix), kudy mohou ionty unikat ven z plazmatu., sestávající z extrudovaných profilů s chlazenými kanály ve vymezené sestavě, 3) maketa panelu primární stěny ITER obsahující beryliové dlaždice.

Testování hlavních technologických prvků a komponent

Všechna technologická zařízení jsou monitorována a řízena centrální diagnostikou a kontrolním systémem, který ovládá časový sled testovacích operací – viz obrázek 4. Testovacích programů existuje celá řada, což umožňuje řídicímu systému úpravu testovacích sekvencí podle experimentálních požadavků. Sledovanými klíčovými parametry jsou teplota povrchu makety a kalorimetrie, měření absorbovaného tepelného toku a dalších zkušebních parametrů (například rovnoměrnost aplikovaného tepelného toku) a monitoring parametrů souvisejících s ochranou přístroje (například náhlý nárůst tlaku uvnitř vakuové komory, ztráta chladicího tlaku, přehřátí vakuové komory).

Přístrojové vybavení zadní stěny vakuové komory zařízení HELCZA

 

Obr. 4: Popis přístrojového vybavení pro diagnostiku probíhajících experimentů, jímž je osazena zadní stěna vakuové komory HELCZA: LWIRLWIR – Long-Wave Infrared, infrakamera pracující na frekvenci dlouhých vln Infra Tec Vario CAM HD (0 až 2 000 °C), MWIRMWIR – Mid-Wave Infrared, infrakamera pracující na frekvenci středních vln FLIR SC8203 (0 až 2 000 °C), Hi-Res CameraHi-Res Camera – kamera s vysokým rozlišením PCO (CMOS, 370 až 1 100 nm, 2560×2160, 100 fps), Rentgenová kamera Proxivision Proxicam HR40 X-ray CF (1388×1038, 30 fps, 2,5 až 50 keV), Keller Pyrometer 1 Color (Siemens) 1×PA10 AF1/C (8 až 14 μm, 0 až 1 000 °C), Keller Pyrometer 2 Color (Siemens) 2×PA50 AF1/C (0,95 až 1,55 μm, 500 až 1 400 °C), Keller Pyrometer 2 Color (Siemens) 1×PA40 AF4/C (0,95 až 1,05 μm, 750 až 2 400 °C). Zdroj: [1], [2].

Generální dodavatel, společnost NUVIA a. s., za účasti Centra výzkumu Řež, s. r. o., v prosinci 2015 úspěšně otestoval plný výkon hlavní komponenty Technologie – elektronového děla. Během testu se elektronový svazek zamířil na měděný chlazený vzorek a postupně byl navyšován výkon elektronového paprsku až na maximální hodnotu 800 kW. V roce 2016 pokračovaly další testy: menší devítimilimetrová katoda (a odpovídající anoda) byla nejprve použita pro IR kalibraci na nechlazeném kalibračním bloku vyrobeném z wolframu. Typická hodnota výkonu byla okolo 20 kW, což je dostačující k dosažení velmi vysokých teplot nad 2000 °C na kalibračním bloku – viz obrázek 5.

IR kalibrace elektronového paprsku na wolframovém bloku

Obr. 5: IR kalibrace elektronového paprsku na wolframovém bloku, fotografie
ve viditelném světle (vlevo), pohled z IR rozhraní kamery (vpravo). Zdroj: [3].

Následovaly testy na terčovém měděném bloku – viz obrázek 6 (vlevo), který simuluje typický plochý povrch panelu primární stěnyPrimární stěna – FW, First Wall. Stěna fúzního reaktoru, například u tokamaku ITER je z mědi., jaký je očekáván u prototypu FSPFSP – First Wall Full-Scale Prototype, plně funkční prototyp Primární stěny ITER.. Na měděný terč zacílilo elektronové dělo s katodou o velikosti 19 mm pro zajištění stability výkonu v rozsahu 85 kW až 800 kW. Vstupní teplota chladicího okruhu pro testování byla nastavena na 70 °C, jak je plánováno pro všechny panely primární stěny. Během experimentu byla teplota automaticky regulována kontrolním systémem. Průtok odpovídal typickým hodnotám pro panely primární stěny asi 5,8 kg/s, tj. 21 m3/h.

Na maketě primární stěny se testovaly tepelné toky dosahující až 3,25 MW/m2 (absorbované v chladicí vodě) na nejméně 500 cyklů (paprsek zapnutý 30 s, prodleva také 30 s). Elektronový paprsek skenoval obdélníkový obrazec na měděném terči – viz obrázek 6 (uprostřed). Rentgenové paprsky brzdného zářeníBrzdné záření – jev, kdy při průchodu nabitých částic (nejčastěji elektronů) látkou nebo atmosférou vzniká druhotné rentgenové nebo gama záření. byly pozorovány rentgenovou kamerou, která poskytla informace o dopadu elektronů a jejich relativním počtu. Distribuce povrchové teploty byla měřena infračervenými kamerami FLIR – SC8203. Kvůli nízké emisivitě kovů (Cu, W a Be pro prototyp FSPFSP – First Wall Full-Scale Prototype, plně funkční prototyp Primární stěny ITER.) a očekávané povrchové teplotě nižší nebo rovné 500 °C během testování FSP, byly jedinou možnou infračervenou diagnostikou MWIRMWIR – Mid-Wave Infrared, infrakamera pracující na frekvenci středních vln kamery. Absorbovaný výkon v terči (357 kW) byl nepřímo stanoven z rentgenových snímků brzdného záření pro 2 MW/m2. Takto odvozený tepelný tok je znázorněn na obrázku 6 (vpravo).

Měděný terč a jeho IR diagnostika

Obr. 6: Měděný terč ve viditelném světle (vlevo), pohled z IR kamery (uprostřed), tepelný tok odvozený z rentgenového snímku pomocí absorbovaného výkonu 357 kW v měděném terči (vpravo). Zdroj: [3].

Divertor tokamaku

DivertorDivertor – zařízení pro průběžné odstraňování nečistot vznikajících v plazmatu během činnosti tokamaku, zejména těžkých iontů, které snižují teplotu plazmatu a při střetu s primární stěnou reaktoru způsobují její aktivaci a tepelnou i radiační degradaci. Ionty jsou magneticky svedeny na divertor vytvořením malé „trhliny“ v magnetickém poli (tzv. separatrix), kudy mohou ionty unikat ven z plazmatu. je nejvíce tepelně a radiačně zatěžovanou součástkou tokamakuTokamak – TOroidnaja KAmera s MAgnitnymi Katuškami, jedná se o obří transformátor, jehož sekundární obvod je tvořen velmi horkým ionizovaným plynem – plazmatem. Plazma je drženo v pracovním prostoru toroidálního tvaru. Zařízení je používáno k udržení plazmatu pro termojadernou fúzi. Princip tokamaku navrhl v letech 1950 až 1952 Andrej Sacharov v bývalém Sovětském svazu. Největší tokamak je budován v jižní Francii pod hradem Cadarache, průměr komory bude mít 6 metrů, se spuštěním se počítá po roce 2020.. V budoucí koncepci komerční termonukleární elektrárny bude možná právě teplo absorbované divertorem využíváno k výrobě elektrické energie. Pro sérii testů divertoru se v zařízení HELCZA používá maketa reálné konfigurace divertoru – viz obrázek 7. Na tomto modelu se zkouší tepelné toky dosahující hodnot 20 MW/m2 (absorbované v chladicí vodě) a cyklování s nejméně 100 cykly (paprsek zapnutý 10 s, prodleva 10 s).

Divertor tokamaku

Obr. 7: Maketa divertoru – model (vlevo) a výroba (vpravo). Zdroj: [1].

Panely primární stěny tokamaku ITER

V říjnu letošního roku si členové týmu HELCZAHELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu. poprvé naostro vyzkoušeli čištění beryliových dlaždic primární stěny tokamaku ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny. a odebírání stěrů kvůli monitorování koncentrace volných beryliových prachových částic. Tyto operace se stanou běžnou rutinou v momentě, kdy začnou na zařízení HELCZA cyklické tepelné testy panelů primární stěny, které budou – při splnění požadovaných kritérií – následně instalovány do fúzního reaktoru ITER. Pro nácvik čištění a testy stěrů byly použity vývojové předstupně panelů první stěny – tzv. mock-upy, které jsou součástí programu recyklace beryliových vzorků. V následujících etapách testů bude využit tzv. semi-prototyp panelu první stěny fúzního reaktoru, který je momentálně připraven k transportu do CVŘCVŘ – Centrum Výzkumu Řež, s. r. o., dceřiná společnost Ústavu jaderného výzkumu, a. s., sídlící společně ve stejném areálu nedaleko Prahy (s detašovanými pracovišti v Plzni a v Brně)..

BeryliumBerylium – nejlehčí prvek ze skupiny kovů alkalických zemin, tvrdý, šedý kov o značně vysoké teplotě tání. Vede špatně elektrický proud a teplo. Velmi dobře propouští radioaktivní záření. Jeho soli jsou mimořádně toxické. Berylium bylo objeveno roku 1798 Louisem Vauguelinem jako součást minerálu berylu a smaragdů. díky svým jedinečným vlastnostem hraje významnou roli zejména v jaderné energetice, v leteckém a elektrotechnickém průmyslu. Především díky vynikající tepelné stabilitě a tepelné vodivosti zároveň neexistuje lepší alternativa stran prvků využitelných při konstrukci panelů primární stěnyPrimární stěna – FW, First Wall. Stěna fúzního reaktoru, například u tokamaku ITER je z mědi. ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny.. Tyto panely musí být před použitím podrobeny rozsáhlým zkouškám ve zkušebním zařízení s vysokým tepelným tokem. Berylium a jeho sloučeniny nicméně patří k nejtoxičtějším anorganickým jedům. Je proto potřeba zajistit bezpečnost a ochranu pracovníků v zařízení HELCZAHELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu..

Prachové částice berylia jsou považovány za bezprostředně nebezpečné pro život nebo zdraví, jsou přibližně stokrát nebezpečnější než prachové částice jiných toxických kovů, jako je arsen, či olovo. Limit IDLHIDLH – Immediately Dangerous to Life or Health, bezprostředně nebezpečné pro život nebo zdraví. je v jednotkách μg/m3, mezní hodnoty pro bezpečnost práce s beryliovým prachem dokonce v desetinách μg/m3. Vystavení prachovým částicím berylia může způsobit akutní i chronickou otravu, karcinom plic a některé kožní reakce. Pracovníci vystavení beryliu přitom nemusí po určitou dobu (i několika týdnů) vykazovat příznaky otravy. K úmrtí však může dojít během několika týdnů po projevu příznaků. Zaměstnanci proto pracují ve speciálních vícevrstvých oblecích – viz obrázek 8. Ochranné prostředky musí zabránit kontaktu kůže s beryliem a jeho vdechnutí. Byly vybrány tak, aby vyhovovaly nejpřísnějším bezpečnostním normám.

Protichemický oblek

Obr. 8: Protichemický oblek 3M Protective Coverall 4570 M (vlevo), kontrolní
stěr z beryliových dlaždic FWP (vpravo). Zdroj: [4], [5].

Bezpečnostní zóny

Testování panelu primární stěnyFWP – First Wall Panel – panel chránící primární stěnu komory fúzního zařízení. U tokamaku ITER jde o blok beryliových dlaždic připojený k hypervapotronu. může vést k vytvoření prachových částic berylia. Z tohoto důvodu byl experimentální komplex HELCZA rozdělen do několika zón dovolujících regulovat šíření prachových částic berylia. Každá zóna reprezentuje jinou úroveň nebezpečí a má své vlastní požadavky na ochranné vybavení.

Pro kontrolu a určování koncentrace berylia na jakémkoli osobním vybavení nebo na přepravovaných předmětech byla vytvořena speciální přechodová místnost. Personál, který opouští pracovní zónu zařízení HELCZA, musí projít touto místností a setrvá zde, dokud laboratorní testy neprokážou, že jejich ochranné vybavení není kontaminováno beryliem. Pokud zkoušky prokážou kontaminaci, musí být konkrétní kontaminovaný předmět řádně vyčištěn a musí být znovu ověřena jeho čistota.

Měření prachových částic

Aby bylo možné stanovit objemové koncentrace částic beryliového prachu, musí být odebrány a analyzovány stěry z plochy 100 cm2 pomocí filtračních papírů se směsnými estery celulózy. Shromážděné stěry pak procházejí procesem rozpouštění. Poté může být množství berylia stanoveno několika analytickými metodami. První metoda je postavena na fluorescenční detekci – viz obrázek 9 (vlevo). Ta nevyžaduje drahé vybavení a poskytuje poměrně rychlé výsledky.

Druhá metoda využívá atomovou absorpční spektrometrii uvnitř grafitové pece (GF-AASGF-AAS – grafitová atomová absorpční spektrometrie, analytická metoda umožňující detekovat extrémně nízké koncentrace prachových částic různých kovů.) – viz obrázek 9 (vpravo). Vzorek se nejprve vstříkne do otevřené zkumavky, kde se použitím čistého argonu jako nosného plynu vysuší. Následně se vstřikuje do grafitové kyvety, která je elektricky zahřívána. Vysoká teplota uvnitř kyvety vzorek odpaří a následně atomizuje. Jakmile je vzorek přeměněn na atomární plyn, prochází jím světlo emitované speciální lampou s dutou katodou a absorbuje se atomy berylia. Dále světlo prochází monochromátorem, který z něj vyčlení specifické vlnové délky. Nakonec je světlo detekováno fotonásobičem. Tato technika měří koncentrace v μg/dm3.

Detekční přístroje

Obr. 9: Přenosný fluorimetr Jenway 6280 (vlevo), GF-AAS spektrometr Agilent 240
spolu s automatickým vzorkovačem PSD 120 (vpravo). Zdroj: [3].

Příjem a testování primární ochranné vrstvy

Primární ochranná vrstva vnitřní stěny reaktoru ITER, vyrobená z toxického berylia, je nedílnou součástí FWPFWP – First Wall Panel – panel chránící primární stěnu komory fúzního zařízení. U tokamaku ITER jde o blok beryliových dlaždic připojený k hypervapotronu.. Přibližné rozměry FWP jsou 1,4×1×0,5 m. Každý FWP nese beryliové dlaždice (přibližně 12 mm šířka, tloušťka v rozmezí 6–8 mm) připojené k hypervapotronovémuHypervapotron – zařízení sloužící ke chlazení součástek, které jsou zatíženy vysokým tepelným tokem. Teplo ze součástky odvádějí odpařující se vodní molekuly. Tato technologie se původně využívala při chlazení elektronek. chladiči CuCrZr. První testy se provádějí během příjmu FWPFWP – First Wall Panel – panel chránící primární stěnu komory fúzního zařízení. U tokamaku ITER jde o blok beryliových dlaždic připojený k hypervapotronu. a zaměřují se na čistotu přepravní schránky. Pokud je na povrchu zjištěna přítomnost berylia, nemusí být konkrétní přepravní schránka přijata.

Testování panelu lze rozdělit do tří kroků. Nejprve se přepravní schránka umístí do pracovní zóny HELCZA. Zde se pod sacím zařízením, které chrání před vypouštěním beryliového prachu ze schránky do okolí, schránka otevře. Následně je panel testován na stopové množství prachových částic berylia. Pokud tento test neodhalí přítomnost berylia, proces testování panelu může přejít k dalšímu kroku. Jinak je nutné provést ruční dekontaminaci panelu, po které opět následuje test na stopové množství berylia.

Následuje řada testů s vysokým tepelným tokem pomocí elektronového paprsku. Pro tyto testy je panel umístěn uvnitř vakuové komory HELCZA a může začít zkušební proces. Jakmile jsou všechny testy dokončeny, vakuová komora prochází dekontaminačním procesem, který používá filtry HEPA. Tento postup je schopen odstranit větší částice prachu, které by se mohly vytvořit během předchozích testů. Jakmile je dekontaminace ukončena, může být komora otevřena a panel umístěn na paletu. Nakonec je třeba FWPFWP – First Wall Panel – panel chránící primární stěnu komory fúzního zařízení. U tokamaku ITER jde o blok beryliových dlaždic připojený k hypervapotronu. znovu otestovat na prachové částice. Pokud jsou překročeny povolené limity berylia, je nutné znovu provést ruční dekontaminaci panelu. V neposlední řadě je FWP balen v souladu s normami EU v oblasti zdravotních a bezpečnostních předpisů, následně transportován do úložného prostoru a poté odeslán zákazníkovi spolu s výsledky testů.

Závěr

Tokamak ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny. má překlenout propast mezi dnešními experimentálními fúzními zařízeními menšího rozsahu a demonstračními fúzními elektrárnami budoucnosti. Vědci budou moci studovat plazma za podmínek podobných těm, které se očekávají v budoucí elektrárně, a testovat technologie, jako jsou ohřev, regulace, diagnostika, kryogenika a vzdálená údržba.

Elektronové dělo HELCZAHELCZA – High Energy Load Czech Assembly, zařízení pro testování primární stěny fúzního reaktoru a cyklické testování materiálů vysokým tepelným tokem. Jinak řečeno jde o obří elektronové dělo pracující ve vakuu. je unikátním zařízením, které bude z převážné části využíváno pro testování panelů primární stěny termonukleárního reaktoru ITERITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, Mezinárodní termojaderný pokusný reaktor. Předpokládaný výkon reaktoru je 500 MW, stavba probíhá v blízkosti francouzského hradu Cadarache. Reaktor bude mít průměr 6 metrů. Tento dosud největší tokamak ITER by měl být uveden do provozu kolem roku 2025. Předpokládá se, že půjde o poslední pokusný reaktor před stavbou první skutečné termojaderné elektrárny. a pro vývoj nových komponent odolných proti extrémní tepelné zátěži. Dosud byly provedeny testy systému, aby se zajistila funkčnost zařízení. Rovněž makety panelů primární stěny již prošly řadou testů, které čítaly celkem 660 cyklů plus 6 jednotlivých minutových výstřelů se zvyšujícím se tepelným tokem mezi dvěma po sobě jdoucími cykly. Bylo provedeno teplotní mapování a kalorimetrie tepelného toku v maketě.

Nově vzniklá vědecko-výzkumná základna je zcela unikátní příležitostí pro rozvoj národního know-how, udržení technologických kompetencí České republiky, výchovu příštích generací špičkových specialistů, budoucí rozvoj našich kompetencí v jaderné energetice a dle potřeby i v dalších technologických oblastech.

Odkazy

  1. J. Prokůpek, R. Jílek, J. Sklenka, O. Frýbort, J. Šefl: HELCZA – High Heat Flux Test Facility; Conference „Nuclear Technologies for the 21st Century“; Poster Session R4S, 13 Sep 2017
  2. J. Prokůpek et al.: HELCZA—High heat flux test facility for testing ITER EU first wall components; Fusion Engineering and Design 124, Nov 2017, pp 187-190
  3. R. Jílek et al.: High Heat Flux Test Facility For In-Vessel Components and High Heat Flux Testing; Commissioning Final Report, Research Centre Řež, 8 Oct 2019
  4. L. Toupal, P. Koláček, J. Sklenka, R. Jílek: The Measurement and Monitoring of Be during Treatment and Testing First Wall Panel of Fusion Reactor ITER; Conference SUSEN 2018, 18 Oct 2018
  5. Centrum výzkumu Řež: Ostrý test čištění Be vzorků na zařízení HELCZA; 2017

Valid HTML 5 Valid CSS!

Aldebaran Homepage